JPH0370198B2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPH0370198B2 JPH0370198B2 JP60234677A JP23467785A JPH0370198B2 JP H0370198 B2 JPH0370198 B2 JP H0370198B2 JP 60234677 A JP60234677 A JP 60234677A JP 23467785 A JP23467785 A JP 23467785A JP H0370198 B2 JPH0370198 B2 JP H0370198B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- rods
- core
- fuel assembly
- assembly
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired - Lifetime
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/326—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
- G21C3/328—Relative disposition of the elements in the bundle lattice
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Solid Fuels And Fuel-Associated Substances (AREA)
- Disintegrating Or Milling (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は一般に原子炉に関わり、特に該原子炉
のための燃料集合体に関するものである。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION The present invention relates generally to nuclear reactors, and more particularly to fuel assemblies for such reactors.
殆どの原子炉においては、炉心は、多数の細長
い燃料集合体から構成されており、そして各燃料
集合体は、燃料集合体に沿つて離間された格子に
より組織化された配列で保持されている複数個の
燃料棒および制御棒案内シンブルから構成されて
いる。格子は制御棒案内シンブルに取付けられて
いる。燃料集合体の両端に設けられる上部および
下部ノズルは、燃料棒の両端を上方および下方に
越えて延びる制御棒案内シンブルに固定されてお
り、それにより燃料集合体は一体のユニツトとし
て形成される。 In most nuclear reactors, the reactor core consists of a number of elongated fuel assemblies, and each fuel assembly is held in an organized array by a grid spaced along the fuel assemblies. It consists of multiple fuel rods and control rod guide thimble. The grid is attached to the control rod guide thimble. Upper and lower nozzles at each end of the fuel assembly are secured to a control rod guide thimble that extends upwardly and downwardly over the ends of the fuel rods, thereby forming the fuel assembly as an integral unit.
燃料集合体内の燃料棒の各々は、炉心の反応出
力の源である核燃料ペレツトを備える。炉心の総
ての燃料集合体は、1つの燃料集合体群の燃料棒
における燃料物質の濃縮度(パーセント)が他の
燃料集合体群と比較して異なつている点を除き実
質的に同じである。伝統的に、炉心の燃料集合体
の内の幾つかの燃料集合体内の燃料棒は連鎖反応
を持続することができる一般に核分裂性物質とし
て知られている濃縮ウランを収容しており、他
方、他の燃料集合体内の燃料棒は、連鎖反応を持
続することはできないが、中性子の衝撃を受けて
核分裂性物質に転換する一般に燃料親物体として
知られている天然ウランを収容している。 Each of the fuel rods within the fuel assembly contains nuclear fuel pellets that are the source of the reactor core's reactive power. All fuel assemblies in the core are substantially the same except that the percent enrichment of fuel material in the fuel rods of one group of fuel assemblies is different compared to other groups of fuel assemblies. be. Traditionally, fuel rods within some of the fuel assemblies in a reactor core have contained enriched uranium, commonly known as fissile material, capable of sustaining chain reactions, while others The fuel rods in a fuel assembly contain natural uranium, commonly known as fuel parent material, which cannot sustain a chain reaction but converts into fissile material upon bombardment with neutrons.
基本的に、濃縮ウランを収容している燃料集合
体は、シード燃料集合体として知られており、他
方、天然ウランを収容している燃料集合体はブラ
ンケツト燃料集合体として知られている。従来よ
り、シードおよびブランケツト燃料集合体の種々
な炉心装荷配列が知られている。このような配列
の幾つかが、米国特許第3158543号、第3211621
号、第4096033号、第4326919号および第4378329
号各明細書に開示されている。 Basically, fuel assemblies containing enriched uranium are known as seed fuel assemblies, while fuel assemblies containing natural uranium are known as blanket fuel assemblies. Various core loading arrangements for seed and blanket fuel assemblies are known in the art. Some such arrangements are described in U.S. Pat.
No. 4096033, No. 4326919 and No. 4378329
No. 1, disclosed in each specification.
現在用いられている多くの配列においては、燃
料親物質の転換を改善し、中性子の漏れを減少す
るために、天然ウランを収容している燃料集合
体、即ち、ブランケツト燃料集合体を炉心バツフ
ルに隣接して炉心周辺上に直接配置すると言う謂
ゆる半径方向ブランケツトの考え方が採用されて
いる。しかしながら、炉心の中心および周辺に対
するブランケツト燃料集合体のこのような位置関
係には、このような配列に起因する天然ウランの
非対称性装荷に関連して2つの大きな欠点があ
る。第1に、ブランケツト燃料集合体の天然ウラ
ンに隣接して設けられるシード燃料集合体の濃縮
ウランの利用度が低減して平均燃料率よりも低く
なる。第2に、これら燃料集合体を、天然ウラン
が炉心境界に沿つて存在しなくなる炉心内の他の
位置にシヤツフリング、即ち配置換えした時に、
由々しいピーキング問題が起り得る。 In many currently used arrangements, fuel assemblies containing natural uranium, ie, blanket fuel assemblies, are placed in the core buffer to improve conversion of fuel parent materials and reduce neutron leakage. The concept of so-called radial blankets, which are placed directly adjacent to the periphery of the core, has been adopted. However, this positioning of the blanket fuel assemblies relative to the center and periphery of the core has two major drawbacks related to the asymmetric loading of natural uranium that results from such an arrangement. First, the utilization of enriched uranium in the seed fuel assemblies adjacent to the natural uranium in the blanket fuel assemblies is reduced to below the average fuel rate. Second, when these fuel assemblies are shuffled to other locations within the core where natural uranium is no longer present along the core boundaries,
Severe peaking problems can occur.
本発明の主たる目的は、炉心内の天然および濃
縮ウラン物質の配列を、潜在的な漏れおよびピー
キング問題を制御下に置きつつ、核燃料の効率を
高めるように改善することにある。 A primary objective of the present invention is to improve the arrangement of natural and enriched uranium material within the reactor core to increase nuclear fuel efficiency while keeping potential leakage and peaking problems under control.
したがつて、本発明は、燃料親物質および核分
裂性物質を含み、燃料親物質および核分裂性物質
が互いに対称的な関係で配置された対称ブランケ
ツト燃料集合体にある。詳言すれば、天然ウラン
のような燃料親物質は燃料集合体の中心部に配置
され、他方、濃縮ウランのような核分裂性物質は
該燃料親物質の総ての側方に配置される。この構
造によれば、漏れおよびピーキングの制御を保証
しつつ、従来の構造では得られなかつた他の顕著
な利点が得られる。第1に炉心バツフル側に天然
ウランだけを設けた従来の燃料集合体構造とは異
なり、本発明の対称ブランケツト燃料集合体は、
1つの炉心面から他の炉心面へ、また炉心の扁平
部に沿つて或るコーナー位置から他のコーナー位
置へと、有害な作用を伴なうことなくシヤツフリ
ング、即ち、配置換えすることができ、しかもピ
ーキングに対する影響を小さくしつつ炉心内で配
置換えすることも可能である。第2に、対称ブラ
ンケツト燃料集合体を1つの炉心面から他の炉心
面に配置換えもしくはシヤツフリングすることに
より、ウランは一層均等に燃焼せしめられ、それ
によりブランケツト燃料集合体はより多くのサイ
クルに亘り炉心内に留まることが可能となる。第
3に、天然ウランを収容している燃料棒を対称燃
料集合体の水が豊富な中心部に配置することによ
り、天然ウランがより高い燃焼率を達成すること
ができる。また、プルトニウム転換も改善される
と考えられる。最後に、炉心バツフルに沿い天然
ウランを配置した慣用の構造では、2つの別々の
燃料集合体構造、即ち、1つの面に沿い天然ウラ
ンが配置された構造と2つの隣接する面に沿い天
然ウランが配置された構造とが要求される。した
がつて、これらの構造は、基本構造の90度、180
度および270度の回転を含む4つの異なつた天然
ウランの配列形態で製作しなければならない。こ
れとは対照的に、本発明による対称ブランケツト
燃料集合体では、変更を伴なうことなく単一の構
造しか要求されない。 Accordingly, the present invention resides in a symmetrical blanket fuel assembly that includes a parent fuel material and a fissile material, wherein the parent fuel material and the fissile material are arranged in a symmetrical relationship to each other. Specifically, the fuel parent material, such as natural uranium, is located in the center of the fuel assembly, while the fissile material, such as enriched uranium, is located on all sides of the fuel parent material. This structure ensures leakage and peaking control while providing other significant advantages not available with conventional structures. First, unlike the conventional fuel assembly structure in which only natural uranium is provided on the buttful side of the reactor core, the symmetrical blanket fuel assembly of the present invention
It can be shuffled or repositioned from one core surface to another and from one corner location to another along the core flats without deleterious effects. Moreover, it is also possible to rearrange them within the reactor core while reducing the influence on peaking. Second, by repositioning or shuffling symmetrical blanket fuel assemblies from one core surface to another, the uranium is burned more evenly, which allows the blanket fuel assemblies to last more cycles. It is possible to remain inside the reactor core. Third, by placing the fuel rods containing natural uranium in the water-rich center of the symmetrical fuel assembly, natural uranium can achieve higher burn-up rates. It is also believed that plutonium conversion will be improved. Finally, conventional configurations with natural uranium along the full core require two separate fuel assembly configurations: one with natural uranium along one face and one with natural uranium along two adjacent faces. is required. Therefore, these structures are 90 degrees, 180 degrees of the basic structure.
It must be constructed in four different natural uranium alignment configurations, including degree and 270 degree rotation. In contrast, a symmetrical blanket fuel assembly according to the present invention requires only a single structure without modification.
以下、添付図面を参照し、単なる例として本発
明の好ましい実施例に関し説明する。 Preferred embodiments of the invention will now be described, by way of example only, with reference to the accompanying drawings, in which: FIG.
なお、以下の説明において、全図面を通し同じ
参照数字は同じもしくは対応の部分を指すものと
し、そして「前方向」、「後方向」、「左方」、「右
方」、「上方」、「下方」その他類似の術語は、説明
の便宜上用いられた表現であつて、限定的な意味
に解釈されてはならない。 In the following description, the same reference numerals refer to the same or corresponding parts throughout the drawings, and include "front", "rear", "left", "right", "upper", "Down" and other similar terminology are used for convenience of explanation and should not be construed in a limiting sense.
さて、図面、特に第1図を参照するに、参照数
字10で総括的に表わした(ブランケツト)燃料
集合体は、加圧水型原子炉(PWR)で用いられ
る型のものである。基本的には、該燃料集合体
は、該燃料集合体を原子炉の下部炉心板(図示せ
ず)上に支持するための下端部構造もしくは下部
ノズル12と、該下部ノズル12から縦軸方向上
向きに延びる複数個の案内管もしくは案内シンブ
ル14と、該案内シンブル14に沿い軸方向に離
間した複数個の横格子16と、該格子16により
支持されて横方向に離間した細長い燃料棒18の
組織化された配列と、燃料集合体10の中心部に
配設された計装管20と、案内シンブル14の上
端に取付けられた上端部構造もしくは上部ノズル
22とから構成される。各部分をこのように配列
されて、燃料集合体10は、該燃料集合体を損傷
することなく適宜取扱うことができる一体のユニ
ツトを形成する。 Referring now to the drawings, and in particular to FIG. 1, the (blanket) fuel assembly designated generally by the reference numeral 10 is of the type used in pressurized water reactors (PWRs). Basically, the fuel assembly includes a lower end structure or lower nozzle 12 for supporting the fuel assembly on a lower core plate (not shown) of a nuclear reactor and a longitudinal direction from the lower nozzle 12. A plurality of upwardly extending guide tubes or guide thimble 14, a plurality of axially spaced transverse gratings 16 along the guide thimble 14, and a plurality of elongated fuel rods 18 supported by the gratings 16 and laterally spaced apart. It consists of an organized array, an instrumentation tube 20 disposed in the center of the fuel assembly 10, and an upper end structure or nozzle 22 attached to the upper end of the guide thimble 14. With the parts arranged in this manner, the fuel assembly 10 forms an integral unit that can be conveniently handled without damaging the fuel assembly.
上に述べたように、燃料集合体10内の燃料棒
18は、燃料集合体の長さ方向に沿い離間して配
置された格子16により互いに離間した関係で保
持される。各燃料棒18には、核燃料ペレツト2
4を有しており、この両端は、端詮26,28に
より閉鎖されている。 As mentioned above, the fuel rods 18 within the fuel assembly 10 are held in spaced apart relationship by grids 16 that are spaced apart along the length of the fuel assembly. Each fuel rod 18 contains nuclear fuel pellets 2
4, both ends of which are closed by end caps 26 and 28.
本発明を実施した燃料集合体においては、燃料
棒18の内の幾つかの燃料棒は(第1グループの
燃料棒)燃料親物質からなる燃料ペレツト24を
収容しており、他方、他の燃料棒(第2グループ
の燃料棒)へ核分裂性物質からなる燃料ペレツト
24を収容している。この点だけが燃料棒18間
における差異である。核分裂性物質は反応出力を
発生すると共に原子炉運転が進むに伴ない燃料親
物質を核分裂性物質に転換する。水またはホウ素
含有水のような液体減速材/冷却材は、炉心の燃
料集合体を経て上向きにポンプ送りされて、発生
された熱を取出し有用な仕事の発生に用いる。 In the fuel assembly embodying the present invention, some of the fuel rods 18 (first group of fuel rods) contain fuel pellets 24 made of fuel parent material, while other fuel rods contain fuel pellets 24 made of fuel parent material. The rods (second group of fuel rods) contain fuel pellets 24 made of fissile material. This is the only difference between the fuel rods 18. The fissile material generates reaction output, and as the reactor operation progresses, the parent fuel material is converted to the fissile material. A liquid moderator/coolant, such as water or boron-containing water, is pumped upward through the core fuel assembly to extract the heat generated and use it to generate useful work.
核分裂過程は、燃料集合体10内に予め定めら
れた位置で配設された案内シンブル14内で往復
動可能である制御棒30により制御される。上部
ノズル22は、複数の半径方向に延びるつめもし
くはアーム36を備えた内ねじ付き円筒状部材3
4を有する棒クラスタの制御機構32を備えてい
る。各アーム36は、当該技術分野で周知のよう
に、制御機構32が、制御棒30を案内シンブル
14内へと垂直方向に移動し、それにより燃料集
合体10内の核分裂過程を制御するように動作可
能なように制御棒30に接続されている。 The nuclear fission process is controlled by control rods 30 that are reciprocatable within a guide thimble 14 disposed at a predetermined location within the fuel assembly 10 . The upper nozzle 22 includes an internally threaded cylindrical member 3 with a plurality of radially extending pawls or arms 36.
A control mechanism 32 of the rod cluster having 4 is provided. Each arm 36 is configured such that a control mechanism 32 vertically moves the control rods 30 into the guide thimble 14 to thereby control the fission process within the fuel assembly 10, as is well known in the art. It is operatively connected to control rod 30.
既に述べたように、燃料集合体10は天然ウラ
ンおよび濃縮ウラン物質を収容している。これら
物質は、個々の燃料棒18内に積重ねられたペレ
ツトの形態で別々に設けられる。さらに、上記の
ような異なつた物質を収容する各燃料棒18は、
核分裂過程を盛んにし、それにより核燃料物質の
燃焼率を高めるような予め定められた関係で配列
されている。 As already mentioned, fuel assembly 10 contains natural uranium and enriched uranium material. These materials are provided separately in the form of stacked pellets within individual fuel rods 18. Additionally, each fuel rod 18 containing a different material as described above
They are arranged in a predetermined relationship to enhance the fission process and thereby increase the rate of combustion of the nuclear fuel material.
第2図において、燃料親物質、即ち、天然ウラ
ンを収容し、第1グループを形成している燃料棒
18は中心に点「・」を付けて表わされている。
他方、核分裂性物質、即ち濃縮ウランを収容し第
2グループを形成している燃料棒18は「x」を
印して示されている。第2図から容易に理解され
るように、天然ウランが詰められて互いに離間さ
れた燃料棒からなる第1グループは、予め定めら
れた対称関係で、濃縮ウランが詰められて離間配
置された燃料棒からなる第2グループにより囲繞
されている。 In FIG. 2, the fuel rods 18 containing the fuel parent material, ie, natural uranium, and forming the first group are represented by a dot "." in the center.
On the other hand, the fuel rods 18 containing fissile material, ie, enriched uranium, and forming the second group are marked with an "x". As can be easily understood from FIG. 2, the first group of fuel rods packed with natural uranium and spaced apart from each other contains fuel rods packed with enriched uranium and spaced apart in a predetermined symmetrical relationship. It is surrounded by a second group of rods.
対称関係の好ましい態様においては、燃料棒1
8の第1および第2グループは、燃料棒の全体的
に正方形に配列を形成する。この全体的配列にお
いて、第1グループの燃料棒は、第2図に互いに
接続された破線で示すように、4つの辺を有する
内側の中心に位置するほぼ矩形のパターンを形成
しており、他方、第2グループの燃料棒は、第1
グループの燃料棒の4つの辺総てを囲繞する外側
の周辺に配置されたほぼ矩形のパターンを形成し
ている。各グループの燃料棒は、行および列にお
いて互いに整列されている。案内シンブル14
は、第1および第2グループの燃料棒18間に離
間した関係で散在的に介挿されている。案内シン
ブル14も同様に、ほぼ矩形のパターンに配列し
て、行および列において案内シンブルが互いに整
列するように配置するのが好ましい。 In a preferred embodiment of symmetry, the fuel rods 1
The first and second groups of eight form a generally square array of fuel rods. In this overall arrangement, the first group of fuel rods forms a centrally located approximately rectangular pattern with four sides, as shown by the interconnected dashed lines in FIG. , the second group of fuel rods
The fuel rods of the group form a generally rectangular pattern arranged on an outer periphery surrounding all four sides. The fuel rods in each group are aligned with each other in rows and columns. Guide thimble 14
are interspersed in spaced relationship between the first and second groups of fuel rods 18. The guide thimbles 14 are also preferably arranged in a generally rectangular pattern so that the guide thimbles are aligned with each other in rows and columns.
第1および第2グループの燃料棒18の対称関
係により、燃料集合体10は炉心内に在る間1つ
の位置もしくは場所に留まる必要はない。第3図
に示すように、炉心38の各運転サイクルで、燃
料集合体10内の所与の燃料集合体を、該燃料集
合体10の4つの側部42,44,46,48の
うちの異なつた側部が各位置において炉心バツフ
ル40に面するように、炉心バツフル40の周り
でシヤツフリング、即ち配置変えすることができ
る。このように、サイクル毎に1つの炉心面から
他の炉心面に配置変えすることにより、ウランは
より均等に燃焼し、燃料の利用度が改善される。
また、天然ウランが装填された燃料棒を、水が豊
富な燃料集合体の中心部に配置することにより、
燃料が非常に高められ、そして燃料親物質からの
プルトニウムの製造が改善される。 Due to the symmetrical relationship of the first and second groups of fuel rods 18, the fuel assembly 10 need not remain in one position or location while within the reactor core. As shown in FIG. 3, during each operating cycle of the core 38, a given fuel assembly within the fuel assembly 10 is It can be shuffled around core buffle 40 so that different sides face core buffle 40 at each location. By relocating from one core surface to another during each cycle, the uranium burns more evenly and fuel utilization is improved.
In addition, by placing the fuel rods loaded with natural uranium in the center of the fuel assembly, which is rich in water,
The fuel is greatly enhanced and the production of plutonium from the fuel parent material is improved.
第1図は、図示を明瞭にするために一部分を切
除し、垂直方向に短縮して、本発明を実施する核
燃料集合体を一部断面で示す立面図、第2図は、
第1図の燃料集合体の拡大断面図であつて、ブラ
ンケツト燃料集合体を構成する燃料親物質棒、核
分裂性燃料棒および案内シンブルの配列パターン
ならびにそれらの間における対称関係を図解する
説明図、第3図は、本発明による対称ブランケツ
ト燃料集合体が用いられる原子炉の横断面図であ
つて、炉心の相続くサイクルにおける燃料集合体
の可能な位置の例を示す図である。
10……燃料集合体、18……燃料棒、24…
…核燃料ペレツト、38……炉心。
FIG. 1 is an elevational view, partially cut away and vertically shortened for clarity, showing a nuclear fuel assembly embodying the present invention; FIG.
An enlarged sectional view of the fuel assembly of FIG. 1, which is an explanatory diagram illustrating the arrangement pattern of the fuel parent material rods, fissile fuel rods, and guide thimble constituting the blanket fuel assembly, and the symmetrical relationship among them; FIG. 3 is a cross-sectional view of a nuclear reactor in which symmetrical blanket fuel assemblies according to the invention are used, illustrating examples of possible positions of the fuel assemblies in successive cycles of the core. 10...Fuel assembly, 18...Fuel rod, 24...
...Nuclear fuel pellets, 38...Reactor core.
Claims (1)
炉心で用いられるプランケツト燃料集合体におい
て、前記燃料棒のうちの第1グループのものが燃
料親物質を含み、前記燃料棒のうちの第2グルー
プのものが核分裂性物質を含み、前記第2グルー
プの燃料棒が、予め定められた対称関係で前記第
1グループの燃料棒を囲繞していることを特徴と
するブランケツト燃料集合体。1. In a plumcket fuel assembly for use in a nuclear reactor core that includes a plurality of spaced apart fuel rods, a first group of said fuel rods contains fuel parent material; A blanket fuel assembly, wherein two groups contain fissile material, said second group of fuel rods surrounding said first group of fuel rods in a predetermined symmetrical relationship.
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US06/663,522 US4606880A (en) | 1984-10-22 | 1984-10-22 | Symmetric blanket nuclear fuel assembly |
| US663522 | 1996-06-13 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61102586A JPS61102586A (en) | 1986-05-21 |
| JPH0370198B2 true JPH0370198B2 (en) | 1991-11-06 |
Family
ID=24662188
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60234677A Granted JPS61102586A (en) | 1984-10-22 | 1985-10-22 | blanket fuel assembly |
Country Status (7)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4606880A (en) |
| EP (1) | EP0180775B1 (en) |
| JP (1) | JPS61102586A (en) |
| KR (1) | KR860003613A (en) |
| CN (1) | CN85107701A (en) |
| DE (1) | DE3575358D1 (en) |
| ES (1) | ES8705141A1 (en) |
Families Citing this family (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS62150192A (en) * | 1985-12-25 | 1987-07-04 | 株式会社日立製作所 | fuel assembly |
| US4818478A (en) * | 1987-12-07 | 1989-04-04 | Westinghouse Electric Corp. | BWR fuel assembly mini-bundle having interior fuel rods of reduced diameter |
| US5136619A (en) * | 1989-02-13 | 1992-08-04 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Thermal breeder fuel enrichment zoning |
| US9230695B2 (en) * | 2006-11-28 | 2016-01-05 | Terrapower, Llc | Nuclear fission igniter |
| RO129128B1 (en) | 2010-09-03 | 2021-10-29 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel bundle containing thorium and nuclear reactor comprising the same |
| KR20130114675A (en) | 2010-11-15 | 2013-10-17 | 아토믹 에너지 오브 캐나다 리미티드 | Nuclear fuel containing recycled and depleted uranium, and nuclear fuel bundle and nuclear reactor comprising same |
| KR20170052701A (en) | 2010-11-15 | 2017-05-12 | 아토믹 에너지 오브 캐나다 리미티드 | Nuclear fuel containing a neutron absorber |
Family Cites Families (23)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB792113A (en) * | 1955-07-18 | 1958-03-19 | Stichting Reactor Centrum | Improvements in or relating to nuclear reactors |
| US2992982A (en) * | 1957-12-10 | 1961-07-18 | Avery Robert | Coupled fast-thermal power breeder reactor |
| US3158543A (en) * | 1959-08-14 | 1964-11-24 | Sherman Jerome | Fuel assembly support system for nuclear reactor |
| US3049487A (en) * | 1960-05-06 | 1962-08-14 | Joseph M Harrer | Direct-cycle, boiling-water nuclear reactor |
| GB915370A (en) * | 1960-08-19 | 1963-01-09 | Gen Electric Co Ltd | Improvements in and relating to heterogeneous nuclear reactors |
| US3211621A (en) * | 1960-09-29 | 1965-10-12 | Westinghouse Electric Corp | Heterogeneous breeder or converter type neutronic reactor |
| US3042598A (en) * | 1960-10-03 | 1962-07-03 | Gen Electric | Shielded thorium fuel element |
| DE1275698B (en) * | 1962-07-13 | 1968-08-22 | Kernforschung Gmbh Ges Fuer | Nuclear reactor, especially experimental reactor, with fast neutrons |
| US3314859A (en) * | 1963-12-05 | 1967-04-18 | Combustion Eng | Nuclear reactor fuel assembly-control rod organization |
| US3285821A (en) * | 1965-09-16 | 1966-11-15 | James E Brubaker | Nuclear fuel module |
| US3366546A (en) * | 1965-12-02 | 1968-01-30 | Combustion Eng | Nuclear reactor |
| NL132862C (en) * | 1966-12-23 | |||
| US4251321A (en) * | 1967-12-15 | 1981-02-17 | General Electric Company | Nuclear reactor utilizing plutonium |
| US3910818A (en) * | 1969-10-30 | 1975-10-07 | Gen Atomic Co | Method for increasing the burn-up capability of boiling water nuclear reactors containing plutonium-bearing fuel assemblies |
| UST921019I4 (en) * | 1973-01-05 | 1974-04-16 | Core for a nuclear reactor | |
| US4059484A (en) * | 1975-05-02 | 1977-11-22 | Exxon Nuclear Company, Inc. | Hybrid nuclear fuel assembly with reduced linear heat generation rates |
| JPS5261697A (en) * | 1975-11-17 | 1977-05-21 | Nippon Atom Ind Group Co Ltd | Fuel assembly for pressure tube type heavy water nuclear reactor |
| US4326919A (en) * | 1977-09-01 | 1982-04-27 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear core arrangement |
| US4235669A (en) * | 1978-03-30 | 1980-11-25 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Nuclear reactor composite fuel assembly |
| JPS561386A (en) * | 1979-06-18 | 1981-01-09 | Hitachi Ltd | Nuclear reactor core structure |
| SE429271B (en) * | 1981-12-29 | 1983-08-22 | Asea Atom Ab | FUEL PATTERN WITH ABSORBATOR STARS |
| US4507259A (en) * | 1982-10-28 | 1985-03-26 | The United States Of America As Represented By The Department Of Energy | Axially staggered seed-blanket reactor fuel module construction |
| FR2552921B1 (en) * | 1983-09-30 | 1985-12-27 | Framatome Sa | FUEL ASSEMBLY FOR A PRESSURE WATER NUCLEAR REACTOR |
-
1984
- 1984-10-22 US US06/663,522 patent/US4606880A/en not_active Expired - Lifetime
-
1985
- 1985-10-04 EP EP85112583A patent/EP0180775B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1985-10-04 DE DE8585112583T patent/DE3575358D1/en not_active Expired - Lifetime
- 1985-10-15 ES ES547885A patent/ES8705141A1/en not_active Expired
- 1985-10-18 CN CN198585107701A patent/CN85107701A/en active Pending
- 1985-10-22 KR KR1019850007795A patent/KR860003613A/en not_active Ceased
- 1985-10-22 JP JP60234677A patent/JPS61102586A/en active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| KR860003613A (en) | 1986-05-28 |
| DE3575358D1 (en) | 1990-02-15 |
| EP0180775B1 (en) | 1990-01-10 |
| JPS61102586A (en) | 1986-05-21 |
| EP0180775A1 (en) | 1986-05-14 |
| ES8705141A1 (en) | 1987-04-16 |
| CN85107701A (en) | 1986-06-10 |
| US4606880A (en) | 1986-08-19 |
| ES547885A0 (en) | 1987-04-16 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4994233A (en) | Fuel rod with axial regions of annular and standard fuel pellets | |
| JP3036810B2 (en) | Fuel assembly | |
| US4059484A (en) | Hybrid nuclear fuel assembly with reduced linear heat generation rates | |
| US4235669A (en) | Nuclear reactor composite fuel assembly | |
| US4111747A (en) | Packed rod neutron shield for fast nuclear reactors | |
| US5781604A (en) | Initial core and fuel assembly | |
| JPH0370198B2 (en) | ||
| US6885722B2 (en) | Fuel assembly | |
| JP3917197B2 (en) | Nuclear fuel bundles and reactor cores | |
| JP2000193773A (en) | Fuel assembly | |
| JPH11287881A (en) | Fuel assembly | |
| JPH0415436B2 (en) | ||
| JP3036129B2 (en) | Fuel assembly | |
| JPS6039589A (en) | Fuel aggregate | |
| JPH0552475B2 (en) | ||
| JP4351798B2 (en) | Fuel assemblies and reactors | |
| EP0369305A1 (en) | Fuel assembly containing fuel rods having standardized-length burnable absorber integral with fuel pellets and method of customizing fuel assembly | |
| JP4368056B2 (en) | Fuel assemblies for boiling water reactors | |
| JP2000258574A (en) | Fuel assembly | |
| JPH07119822B2 (en) | Operation method of light water boiling type reactor. | |
| JPS60205283A (en) | Fast breeder reactor | |
| JPS61240193A (en) | Fuel aggregate and nuclear reactor | |
| JPH0721543B2 (en) | Fuel assembly | |
| JPH01196593A (en) | Fuel assembly for boiling water reactor | |
| JPS6193983A (en) | Fuel aggregate for boiling water type reactor |